Коэффициент воспроизводства

Использование в активной зоне конструкционных материалов с малым сечением поглощения нейтронов, в частности графита в качестве замедлителя и отражателя, карбидов или окислов урана и тория в качестве ядерного горючего. Это увеличивает глубину выгорания горючего и коэффициент воспроизводства и уменьшает стоимость собственно реактора. [c.3]

Коэффициент воспроизводства КВ Параметры теплоносителя давление, МПа температура на выходе, °С Размеры активной зоны диаметр, м высота, м [c.33]

Высота активной зоны, м Коэффициент воспроизводства КВ Обогащение топлива в активной зоне, % [c.36]

Коэффициент т), как видно из табл. 11.1, для всех топлив выше для быстрых нейтронов, чем для тепловых. Для быстрых нейтронов величина ц — 1 настолько превышает единицу, что делает реальным расширенное воспроизводство ядерного горючего. На тепловых нейтронах расширенное воспроизводство возможно только на saU и коэффициент воспроизводства [c.569]

Каждый радиационный захват нейтрона ядром сырья приводит к образованию ядра топлива, т. е. к акту воспроизводства. Интенсивность этого процесса определяется коэффициентом воспроизводства (КВ) [c.570]

Другим преимуществом быстрых реакций является более высокий коэффициент воспроизводства. [c.571]

В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, что резко уменьшает объем активной зоны. Но, как мы знаем, из-за закона 1/да сечения реакций на быстрых нейтронах очень малы по сравнению с соответствующими сечениями на медленных нейтронах. Поэтому критическая масса горючего (но не всей активной зоны) в реакторе на быстрых нейтронах значительно больше, чем на медленных. Отсюда следует, что реактор на быстрых нейтронах имеет низкую удельную мощность, т. е. мощность на килограмм делящегося вещества в реакторе. Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронах примерно в пять раз ниже, чем тепловых. Удельная мощность вместе с коэффициентом воспроизводства и временем задержки топлива в процессе его переработки определяют практически важную характеристику реактора-размножителя, называемую временем удвоения. Время удвоения — это промежуток времени, за который количество топлива в системе удваивается. Согласно оценкам реальное значение времени удвоения составляет примерно 10 лег. [c.588]

Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизводство ядерного топлива, необходимо получить достаточное число нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены поддержание реакции деления, захват нейтронов в компенсация утечки и захват нейтронов в конструкционных и внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективности размножения в данном реакторе, [c.176]

Можно связать темп наработки топлива т как функцию параметра Цв, называемого избыточным коэффициентом воспроизводства [c.178]

Запас ядерного топлива в системе реактора и установке регенерации, кг. . Коэффициент воспроизводства. ... Производство ядерного топлива, %/год Время удвоения топлива, лет. ... [c.183]

В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35. [c.189]

Авторы данного исследования также не пришли к определенному мнению по этому вопросу, поскольку оценки будущей стоимости имеют весьма разноречивый характер. Вероятно, развитие технологии переработки отработавшего в реакторе LWR топлива только с экономической точки зрения не оправдано. Однако, если в какой-либо стране принимается решение о необходимости развивать переработку радиоактивных отходов или подготовку к программе создания реакторов БН, переработка отработавшего на тепловых реакторах топлива может дать большой экономический эффект. Если будущее усовершенствование реакторов LWR приведет к росту коэффициента воспроизводства плутония и глубины выгорания урана, экономическая привлекательность такого замкнутого топливного цикла с реакторами на тепловых нейтронах значительно увеличится. [c.102]

Созданные опытно-промышленные быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем в целом не удовлетворяют предъявляемым требованиям по коэффициенту воспроизводства и времени удвоения ядерного горючего (15 лет), хотя имеются проектные разработки быстрых реакторов большой мощности [1], в которых намечаются пути улучшения их нейтронно-физических характеристик. Вместе с тем использование жидкометаллического теплоносителя в быстрых реакторах приводит к усложнению технологической схемы преобразования тепла и увеличению капитальных затрат при создании таких АЭС из-за несовместимости жидких металлов, в частности натрия, с водой, наведенной радиоактивности натрия в первом контуре, необходимости тщательной очистки от примесей, сравнительно высокой температуры плавления и т. д. [7, 8]. [c.3]

Жидкометаллический теплоноситель может использоваться в реакторах как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. Преимущество такого теплоносителя — возможность работы при низких давлениях (0,5 МПа) в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать относительно малые объемы, т. е. уменьшать диаметры трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Пока для АЭС наиболее пригоден жидкий натрий. [c.79]

Главное преимуш,ество жидких металлов — хорошие, а в ряде случаев отличные теплофизические свойства, позволяющие осуществить в ядерном реакторе интенсивный теплосъем. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает возможность получения в энергетических установках водяного пара высоких параметров при низких давлениях в корпусе реактора, и в первом контуре. Применение жидкометаллических теплоносителей обеспечивает достаточно высокий к. п. д. АЭУ. Ядерные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем способны работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего мон ет существенно превысить единицу. [c.9]

Распухание конструкционных материалов оказывает чрезвычайно большое влияние на расширенное воспроизводство быстрых реакторов. С учетом распухания топливные стержни необходимо располагать на больших расстояниях друг от друга, чтобы обеспечить достаточное их охлаждение при распухании. Кроме того, неравномерность нейтронного потока обусловливает неравномерное распухание, что приводит к искривлениям топливных стержней и чехлов кассет, а это также требует понижения плотности топлива в активной зоне. Последнее существенно уменьшает коэффициент воспроизводства топлива и сопровождается большими экономическими потерями (см. табл. 1). [c.9]

Время удвоения ядерного горючего в быстрых реакторах определяется удельной теплонапряженностью, удельной загрузкой топлива и коэффициентом воспроизводства КВ. Физические характеристики быстрых реакторов могут быть улучшены за счет повышения тепло-напряженности активной зоны и увеличения удельной концентрации ядерного горючего. [c.13]

Полный коэффициент воспроизводства КВ 1,02 1,644 1,466 [c.25]

Полный коэффициент воспроизводства КВ 1,49 1, 48 1, 47 1,53 [c.26]

Контур главный 34—36 Коэффициент воспроизводства (КВ) 4, 11—13, 15, 17, 19, 21, 23—26 [c.236]

Коэффициент воспроизводства топлива есть отношение веса полученного плутония 239 к весу сгоревшего урана 235. Коэффициент воспроизводства может быть больше единицы. [c.188]

Усачев Л. Н. Теория возмущений для коэффициента воспроизводства и [c.229]

Коэффициент воспроизводства ядерного горючего 0,897 0,966 — [c.61]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

При одноразовом прохождении активной зоны количеств делящихся тяжелых ядер должно поддерживаться в равновесном режиме постоянным. При увеличении обогащения подпи-точного свежего топлива до 8—10% уменьшается количество-ядер или Th в активной зоне, что приводит к меньшему количеству делящихся ядер во всем объеме активной зоны Это вызывает сокращение кампании твэлов и увеличение темпа их замены. При увеличении скорости продвижения уменьшаете количество воспроизведенных новых делящихся ядер, т. е. уменьшается коэффициент воспроизводства, и неравномерность тепловыделения по высоте активной зоны увеличивается. При росте неравномерности тепловыделения падает средняя объемная теплонапряженность активной зоны. [c.19]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С. [c.32]

В ИАЭ им. И. В. Курчатова и МО ЦКТИ им. И. И. Ползу-нова были выполнены оптимизационные расчеты по выбору геометрических размеров и относительной толщины покрытия из карбида кремния микротвэлов реактора БГР-1200. При увеличении толщины покрытая увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. Оптимальная относительная толщина покрытия из карбида кремния, обеспечивающая достижение минимального времени удвоения лет), для сердечников из карбида уран—плутония получилась равной 0,05—0,07 диаметра сердечника [25]. [c.38]

Реакторы на быстрых нейтронах. Примером реакторов этого типа являются бридерные реакторы, в которых атомные ядра сжигаемого ядерного топлива в процессе цепного процесса превращаются снова в ядра делящихся изотопов, при этом количество воспроизводимого топлива превосходит количество сжигаемого (коэффициент воспроизводства больше единицы). [c.318]

Область реактора, в которой размещены твэлы и где происходит основная часть реакций деления, называется активной зоной. При облучении твэлов нейтронами уменьшается концентрация первоначально загруженных в них делящихся нуклидов, но увеличивается количество вновь образовавшихся делящихся нуклидов из воспроизводящих. Скорости указанных процессов количественно характеризуются коэффициентом воспроизводства (КВ), определяемым отношением числа нейтронов, захватываемых в единицу времени без деления в воспроизводящих нуклидах, к числу нейтронов, поглощаемых за то же время с делением и без деления в делящихся нуклидах. При КВ > 1 происходит расщиренное воспроизводство делящихся нуклидов из воспроизводящих, что дает возможность поставить на службу атомной энергетике все природные ресурсы и Значение [c.341]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

ВЫСОКИЙ коэффициент воспроизводства ядерного горючего и высокая энергоиапряженность [c.189]

Использование в качестве теплоносителей жидких металлов позволяет обеспечить весьма высокие теплосъемы в активной зоне реактора, что имеет решающее значение для реакторов-размножителей, работаюш,их на быстрых нейтронах с высокими плотностями тепловыделения в активной зоне. В настояш,ее время наибольший коэффициент воспроизводства горючего может быть получен в реакторах-размножителях, охлаждаемых натрием, и поэтому установки с этими реакторами получили наибольшее распространение. [c.99]

В идеальном случае топливо для реакторов на быстрых нейтронах должно обладать максимальной концентрацией делящегося нуклида и иметь возможно более высокую плотность, так как дисперсионнь1(е виды топлива и присутствующие в нем легкие элементы рассеивают нейтронный поток и поэтому уменьшают коэффициент воспроизводства. С этой точки зрения идеальным топливом следует считать металлические уран или плутоний, однако их использованию препятствует высокая реакционная способность и сложное поведение под облучением. Окончательный выбор топлива для реактора на быстрых нейтронах, очевидно, будет остановлен на уран-плутониевых карбидах. Однако они имеют плохую совместимость с материалами оболочки, кроме того, технология производства их еще недостаточно разработана. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах как строящихся, так и проектируемых предусматривают использование смеси окислов в качестве топлива и двуокиси урана как материала зоны воспроизводства. С точки зрения совместимости с теплоносителем и топливом, а также по экономическим соображениям в качестве материалов оболочки предлагается использовать нержавеющую сталь или сплавы с высоким содержанием никеля. [c.119]

Третье поколение газоохлаждаемых реакторов — высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на тепловых нейтронах (ВГР, в зарубежной литературе HTGR, HTR, THTR) характеризуется использованием топлива в виде микрочастиц карбидов или окислов с покрытием пиролитическим углеродом и карбидом кремния графита в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны инертного теплоносителя. Отсутствие в активной зоне материалов, значительно поглощающих нейтроны, высокая допустимая температура топлива и графита и конструкция тепловыделяющих элементов обеспечивают достижение высоких значений коэффициента воспроизводства, удельной мощности топлива и объема активной зоны, глубины выгорания и температуры теплоносителя. [c.156]

В будущем развитие атомных ПГТУ будет связано, по-видимо-му, с применением высокотемпературных бридерных реакторов (с воспроизводством ядерного горючего), работающих на быстрых нейтронах (без замедлителя). В этих реакторах в активной зоне содержится обогащенное ядерное горючее (уран-235, плутоний-239) вокруг активной зоны располагается зона воспроизводства, содержащая природный уран или торий, из коюрых вырабатывается соответственно плутоний-239 и уран-233 — новое ядерное горючее. Активная зона и зона воспроизводства высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров могут быть выполнены также в виде шаровой насадки из двуокиси урана или тория аналогично тому, как это выполняется в реакторе с замедлителем нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в реакторах-бридерах может достигать значений 1,7—1,8 и более. [c.130]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...